CN110033873A - 用于分析和判断核燃料组件破损的方法 - Google Patents

用于分析和判断核燃料组件破损的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110033873A
CN110033873A CN201910338093.1A CN201910338093A CN110033873A CN 110033873 A CN110033873 A CN 110033873A CN 201910338093 A CN201910338093 A CN 201910338093A CN 110033873 A CN110033873 A CN 110033873A
Authority
CN
China
Prior art keywords
iodo
condition
nuclear fuel
judging
analyzing
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201910338093.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110033873B (zh
Inventor
李国仁
曹广玉
李昕洁
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
Guangxi Fangchenggang Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
Guangxi Fangchenggang Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, Guangxi Fangchenggang Nuclear Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201910338093.1A priority Critical patent/CN110033873B/zh
Publication of CN110033873A publication Critical patent/CN110033873A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110033873B publication Critical patent/CN110033873B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，包括如下步骤：反应堆在满功率或低功率平台连续运行，运行时间大于第一时间段，当监测到第一情况发生时满足第一条件；反应堆持续降功率，当监测到第二情况发生时满足第二条件；反应堆停堆，停堆第二时间段后，当监测到第三情况时满足第三条件；反应堆再启堆到预设功率平台运行，当监测到第四情况时满足第四条件；以及当第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时，则判断反应堆的核燃料组件发生破损。本发明的用于分析和判断核燃料组件破损的方法提高了判断核燃料发生破损的准确率。

Description

用于分析和判断核燃料组件破损的方法
技术领域
本发明是关于核燃料组件检测分析方法，特别是关于一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法。
背景技术
核燃料破损是指燃料包壳完整性失效，可以是燃料包壳出现开裂，贯穿性破口、小孔，或者穿透性裂纹等。核燃料破损带来的直接和间接经济损失是巨大的，按照现在的燃料管理策略和国际通行的做法，包壳完整性失效的燃料组件在破损修复前不能继续入堆运行。核燃料破损除了直接的燃料损失外，还会增加其它间接的损失，如下：(1)核电厂会增加大修的工期，间接减少发电时间，造成经济损失；(2)电厂需要紧急换料设计，增加了换料风险；(3)电厂需要重新开展换料的执照申请，同时向国家核安全局汇报，给工作人员增加不必要的工作量；(4)破损的燃料组件需要检查、维修、评估等，间接造成经济损失；(5)会增加核电厂维修人员辐射剂量；(6)废水的处理会成倍增加，间接造成经济损失。因此，及时确认核燃料破损，减少破损燃料的泄露率，是核电厂运营的重要工作之一。
目前核电厂主要通过基于碘同位素的FRI(Fuel Reliability Index)燃料可靠性指标法来判断核燃料是否发生破损。基于碘同位素的FRI指标法包括如下步骤：(1)当机组稳态功率水平大于等于85％满功率，且至少连续运行三天时；(2)对反应堆一回路冷却剂进行取样，分析碘-131、碘-132、碘-133、碘-134、碘-135的活度值；(3)分析碘-131、碘-132、碘-133、碘-134、碘-135的活度值，通过针对残存作用、功率水平修正，并根据常规净化率和平均线性生热率进行了归一化处理的稳态一回路冷却剂中，得到综合碘-131leq的活度；(4)通过综合碘-131leq、碘-134的活度值，并根据如下公式计算相应的FRI数值：FRI＝[(A131)N-k(A134)N]×[(Ln/LHGR)×(100/P0)]1.5，其中，(A131)N为归一到公共净化因子的稳态冷却剂中平均碘-131的活度；k为残留铀修正系数；(A134)N为归一到公共净化因子的稳态冷却剂中平均碘-134的活度；Ln为归一基准的线功率；LHGR为机组100％功率的平均线功率；P0为与指标相关的活度测量时的平均堆功率；以及(5)对所述FRI数值进行分析，确定核燃料是否破损。如果FRI<0.037，则核燃料无破损；如果0.037<FRI<19，则核燃料疑似破损；如果FRI>19，则反应堆的堆芯存在一根或多根燃料棒破损。
目前核电厂主要通过基于碘同位素的FRI(Fuel Reliability Index的缩写)燃料可靠性指标法来判断核燃料是否发生破损。然而，通过基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标法具有如下缺陷：(1)基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标来判断核燃料是否发生破损的方法过于单一，应该配合其它方法共同完成对核燃料的破损进行判断。(2)基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标来判断核燃料是否发生破损的方法在数据采集上有一定局限性，如在低于85％功率核燃料发生破损则无法实施。
公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。
发明内容
本发明的目的在于提供一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其能够提高判断核燃料发生破损的准确率。
为实现上述目的，本发明提供了一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，该用于分析和判断核燃料组件破损的方法包括如下步骤：
反应堆在满功率或低功率平台连续运行，运行时间大于第一时间段，当监测到第一情况发生时满足第一条件；
反应堆持续降功率，当监测到第二情况发生时满足第二条件；
反应堆停堆，停堆第二时间段后，当监测到第三情况时满足第三条件；
反应堆再启堆到预设功率平台运行，当监测到第四情况时满足第四条件；以及
当第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时，则判断反应堆的核燃料组件发生破损。
在一优选的实施方式中，第一情况具体为：裂变产物中长寿命核素碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135、铯-134、铯137的活度值突增，到达峰值后逐步减少并趋于稳定，从而形成一个同位素尖峰；以及裂变产物中长寿命核素氙-133的活度值突增，持续增长，且增长期超过第三时间段。
在一优选的实施方式中，第二情况具体为：裂变产物中长寿命核素碘-134、碘-135、铯-134、铯137的活度值随功率下降而急速下降；以及碘-131、碘-132、碘-133的活度值先突增，然后急速下降。
在一优选的实施方式中，第三情况具体为：碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值均从停堆水平增加到十倍或十倍以上。
在一优选的实施方式中，第四情况具体为：在升功率阶段，碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值随功率上升而急速上升，当功率上升到预设功率时平台运行，碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值到达峰值后逐步减少并趋于稳定，形成一个同位素尖峰。
在一优选的实施方式中，第一时间段为大于等于三天。
在一优选的实施方式中，第二时间段为大于等于一天。
在一优选的实施方式中，第三时间段为一周。
与现有技术相比，根据本发明的用于分析和判断核燃料组件破损的方法具有如下优点：本发明的方法主要是通过分析反应堆不同功率水平下碘、铯、氙同位素的变化趋势来进行判断核燃料是否发生破损，即通过分析三种功率运行状态的放射性核素的变化趋势来分析核燃料是否发生破损，如果三种功率运行状态的放射性核素的变化趋势与标准模型的变化趋势一致可确定核燃料破损。该方法与基于碘同位素的燃料可靠性指标法相比，适用性更广，提高了判断核燃料发生破损的准确率，并且可以降低操作人员的风险，提高电厂运行效率，保障电厂的经济效益。
附图说明
图1是根据本发明一实施方式的用于分析和判断核燃料组件破损的方法的流程图。
具体实施方式
下面结合附图，对本发明的具体实施方式进行详细描述，但应当理解本发明的保护范围并不受具体实施方式的限制。
除非另有其它明确表示，否则在整个说明书和权利要求书中，术语“包括”或其变换如“包含”或“包括有”等等将被理解为包括所陈述的元件或组成部分，而并未排除其它元件或其它组成部分。
如图1所示，根据本发明优选实施方式的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，包括如下步骤：
步骤101：反应堆在满功率或低功率平台连续运行，运行时间大于第一时间段，当突然监测到第一情况发生时满足第一条件；
步骤102：反应堆持续降功率，当突然监测到第二情况发生时满足第二条件；
步骤103：反应堆停堆，停堆第二时间段后，当监测到第三情况时满足第三条件；
步骤104：反应堆再启堆到预设功率平台运行，当监测到第四情况时满足第四条件；以及
步骤105：当第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时，则判断反应堆的核燃料组件发生破损。
上述方案中，其中，第一情况具体为：裂变产物中长寿命核素碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135、铯-134、铯137的活度值突增，到达峰值后逐步减少并趋于稳定，从而形成一个同位素尖峰；以及裂变产物中长寿命核素氙-133的活度值突增，持续增长，且增长期超过第三时间段。第二情况具体为：裂变产物中长寿命核素碘-134、碘-135、铯-134、铯137的活度值随功率下降而急速下降；以及碘-131、碘-132、碘-133的活度值先突增，然后急速下降。第三情况具体为：由于减压为碘同位素逃离小破口提供了较大的驱动力，碘同位素碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值均从停堆水平增加到十倍或十倍以上。第四情况具体为：在升功率阶段，碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值随功率上升而急速上升，当功率上升到预设功率时平台运行，碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值到达峰值后逐步减少并趋于稳定，形成一个同位素尖峰。
在一优选的实施方式中，第一时间段为大于等于三天，第二时间段为大于等于一天。
在一优选的实施方式中，第三时间段为一周。
本发明的基于功率水平下放射性元素变化趋势的用于分析和判断核燃料组件破损的方法与基于碘同位素的FRI燃料可靠性指标法相比，在数据采集上适用性更广，即使在低于85％功率核燃料发生破损时也可以实施，提高了判断核燃料发生破损的准确率，提高了电厂运行效率，保障了电厂的经济效益。
前述对本发明的具体示例性实施方案的描述是为了说明和例证的目的。这些描述并非想将本发明限定为所公开的精确形式，并且很显然，根据上述教导，可以进行很多改变和变化。对示例性实施例进行选择和描述的目的在于解释本发明的特定原理及其实际应用，从而使得本领域的技术人员能够实现并利用本发明的各种不同的示例性实施方案以及各种不同的选择和改变。本发明的范围意在由权利要求书及其等同形式所限定。

Claims (8)

1.一种用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述用于分析和判断核燃料组件破损的方法包括如下步骤：
反应堆在满功率或低功率平台连续运行，运行时间大于第一时间段，当监测到第一情况发生时满足第一条件；
所述反应堆持续降功率，当监测到第二情况发生时满足第二条件；
所述反应堆停堆，停堆第二时间段后，当监测到第三情况时满足第三条件；
所述反应堆再启堆到预设功率平台运行，当监测到第四情况时满足第四条件；以及
当所述第一条件、第二条件、第三条件和第四条件均满足时，则判断所述反应堆的核燃料组件发生破损。
2.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第一情况具体为：
裂变产物中长寿命核素碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135、铯-134、铯137的活度值突增，到达峰值后逐步减少并趋于稳定，从而形成一个同位素尖峰；以及
裂变产物中长寿命核素氙-133的活度值突增，持续增长，且增长期超过第三时间段。
3.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第二情况具体为：
裂变产物中长寿命核素碘-134、碘-135、铯-134、铯137的活度值随功率下降而急速下降；以及
碘-131、碘-132、碘-133的活度值先突增，然后急速下降。
4.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第三情况具体为：碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值均从停堆水平增加到十倍或十倍以上。
5.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第四情况具体为：
在升功率阶段，碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值随功率上升而急速上升，当功率上升到预设功率时平台运行，所述碘-131、碘-132、碘-133、碘-134，和碘-135的活度值到达峰值后逐步减少并趋于稳定，形成一个同位素尖峰。
6.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第一时间段为大于等于三天。
7.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，且所述第二时间段为大于等于一天。
8.如权利要求1所述的用于分析和判断核燃料组件破损的方法，其特征在于，所述第三时间段为一周。
CN201910338093.1A 2019-04-25 2019-04-25 用于分析和判断核燃料组件破损的方法 Active CN110033873B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910338093.1A CN110033873B (zh) 2019-04-25 2019-04-25 用于分析和判断核燃料组件破损的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201910338093.1A CN110033873B (zh) 2019-04-25 2019-04-25 用于分析和判断核燃料组件破损的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110033873A true CN110033873A (zh) 2019-07-19
CN110033873B CN110033873B (zh) 2021-11-26

Family

ID=67240249

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201910338093.1A Active CN110033873B (zh) 2019-04-25 2019-04-25 用于分析和判断核燃料组件破损的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110033873B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113280980A (zh) * 2021-04-27 2021-08-20 中国原子能科学研究院 靶件的检测方法和装置
CN113409971A (zh) * 2021-05-28 2021-09-17 中国原子能科学研究院 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2169955C2 (ru) * 1999-06-22 2001-06-27 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Способ обнаружения единичного дефекта твэла
US7796720B1 (en) * 1997-06-19 2010-09-14 European Organization For Nuclear Research Neutron-driven element transmuter
CN104934084A (zh) * 2015-04-27 2015-09-23 中广核工程有限公司 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统
CN105608842A (zh) * 2016-03-23 2016-05-25 华南理工大学 一种核反应堆燃料破损在线监测报警装置
CN205621238U (zh) * 2016-03-23 2016-10-05 华南理工大学 一种核反应堆燃料破损在线监测报警装置
CN107644695A (zh) * 2017-10-17 2018-01-30 中国核动力研究设计院 一种基于16n的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法
CN108986939A (zh) * 2018-07-19 2018-12-11 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN109346198A (zh) * 2018-09-18 2019-02-15 深圳中广核工程设计有限公司 一种核电站燃料包壳破损诊断系统及其诊断方法

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7796720B1 (en) * 1997-06-19 2010-09-14 European Organization For Nuclear Research Neutron-driven element transmuter
RU2169955C2 (ru) * 1999-06-22 2001-06-27 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Способ обнаружения единичного дефекта твэла
CN104934084A (zh) * 2015-04-27 2015-09-23 中广核工程有限公司 一种核电站燃料元件包壳破损监测方法及系统
CN105608842A (zh) * 2016-03-23 2016-05-25 华南理工大学 一种核反应堆燃料破损在线监测报警装置
CN205621238U (zh) * 2016-03-23 2016-10-05 华南理工大学 一种核反应堆燃料破损在线监测报警装置
CN107644695A (zh) * 2017-10-17 2018-01-30 中国核动力研究设计院 一种基于16n的燃料元件破损监测的稳峰和功率测定的方法
CN108986939A (zh) * 2018-07-19 2018-12-11 广西防城港核电有限公司 用于验证核反应堆功率量程功率系数Gk标定值的方法
CN109346198A (zh) * 2018-09-18 2019-02-15 深圳中广核工程设计有限公司 一种核电站燃料包壳破损诊断系统及其诊断方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
李兰: "压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法", 《核动力工程》 *
王超: "自主PCM核设计软件包的自动化验证", 《核动力工程》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113280980A (zh) * 2021-04-27 2021-08-20 中国原子能科学研究院 靶件的检测方法和装置
CN113409971A (zh) * 2021-05-28 2021-09-17 中国原子能科学研究院 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备
CN113409971B (zh) * 2021-05-28 2024-03-22 中国原子能科学研究院 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备

Also Published As

Publication number Publication date
CN110033873B (zh) 2021-11-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101090007B (zh) 破损燃料定位检测方法
CN110033873A (zh) 用于分析和判断核燃料组件破损的方法
CN111128419B (zh) 一种核电厂燃料组件完整性判定方法
CN111799003A (zh) 一种定位破损燃料组件的方法
Yan et al. Resilience in the context of nuclear safety engineering
Zeng et al. Joint optimization of business continuity by designing safety barriers for accident prevention, mitigation and emergency responses
Gaertner et al. Power ramp testing and non-destructive post-irradiation examinations of high burnup PWR fuel rods
Kaliatka et al. Approach to accident management in RBMK-1500
Barón et al. A level III PSA for the inherently safe CAREM-25 nuclear power station
JP3917957B2 (ja) 小ｌｏｃａ安全評価方法
Kim et al. Assessment on Event Classification of One Steam Generator Tube Rupture in EU-APR
KAROUTAS et al. UPDATE ON WESTINGHOUSE BENEFITS OF ENCORE® FUEL
Wang et al. Prediction of Iodine Peak and Iodine Purification Time in PWR Nuclear Power Plant With Defective Fuel Rods
LIU et al. STUDY ON A FULL-SCOPE LEVEL 2 PROBABILITY SAFETY ASSESSMENT OF ACP100 IN CHINA
Raindl Monitoring, Prediction, and Identification of Fuel Failures During 17 th Campaign on Each Unit of Temelín NPP and Overview of All Fuel Failures Since 2010
Pabarcius et al. Analysis of fuel rod behaviour during limiting RIA in RBMK plants
Iourmanov et al. Influence of hydrazine primary water chemistry on corrosion of fuel cladding and primary circuit components
Chambers et al. Evaluation Of Reactor Coolant System Specific Activity To Determine Fuel Integrity At NPP Krško
CN111967711A (zh) 压水堆核电厂事故策略相关安全壳内不利工况的确定方法
Poghosyan et al. Risk-informed Prioirtization of Modernization Activities Using Ageing PSA Model
Miglo et al. Aims of failed fuel detection and substantiation of radiation safety at implementation of new kinds of nuclear fuel and fuel cycles on NPP with WWER
Hu et al. Fuel condition in Canadian CANDU 6 reactors
Jha et al. Level-1 PSA of RAPS-2: Review of the safety of the first Indian PHWR by probabilistic method
Board Docket Number 50-346 License Number NPF-3 Serial Number 2716 July 5, 2001
Choi Audit of ECCS Availability for CANDU Reactors with an extended O/H interval

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant